核電廠堆壓力容器輻照監(jiān)督試驗(yàn)分析

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摘要：反應(yīng)堆壓力容器包容裂變反應(yīng)，是一回路壓力邊界的關(guān)鍵設(shè)備。機(jī)組運(yùn)行期間反應(yīng)堆壓力容器承受高溫、高壓及強(qiáng)中子輻照作用，并因此產(chǎn)生輻照脆化。通過介紹輻照效應(yīng)原理及輻照監(jiān)督試驗(yàn)，測(cè)定壓力容器環(huán)帶區(qū)域母材因輻照及高溫引起的韌脆轉(zhuǎn)變溫度變化，對(duì)壓力容器安全性能進(jìn)行評(píng)估，并系統(tǒng)闡述了輻照監(jiān)督試驗(yàn)結(jié)果在修正P－T極限曲線上的應(yīng)用。

關(guān)鍵詞：反應(yīng)堆壓力容器；輻照監(jiān)督；韌脆轉(zhuǎn)變溫度

1概述

反應(yīng)堆壓力容器（RPV）是一回路中最關(guān)鍵的設(shè)備，直接包容裂變反應(yīng)。作為核電廠中唯一不可更換的設(shè)備，其壽命即為核電廠的壽命［1］。RPV在運(yùn)行期間承受高溫、高壓及強(qiáng)烈的中子輻照，因此產(chǎn)生塑／韌性下降、強(qiáng)度上升、韌脆轉(zhuǎn)變溫度升高等輻照脆化效應(yīng)［2］。通常會(huì)在RPV內(nèi)壁或堆芯熱屏上設(shè)置若干根輻照監(jiān)督管，根據(jù)輻照監(jiān)督大綱定期抽取監(jiān)督管對(duì)其內(nèi)部的輻照試樣進(jìn)行性能測(cè)定，獲取監(jiān)督試樣的力學(xué)性能及脆化程度，并進(jìn)行合理外推計(jì)算，以實(shí)現(xiàn)對(duì)RPV母材及焊縫材料在壽期內(nèi)性能的變化情況進(jìn)行監(jiān)督，確保RPV有足夠的安全裕度。根據(jù)ASTME－185規(guī)定，輻照監(jiān)督管應(yīng)放在熱屏蔽（或中子靶）與容器之間的堆芯中平面附近高度上，但也有電站直接掛在容器內(nèi)壁上的。以某電廠1號(hào)機(jī)組為例，輻照監(jiān)督管位于壓力容器堆芯吊籃外壁中子屏蔽墊外側(cè)的導(dǎo)向架內(nèi)，因此輻照監(jiān)督管超前因子會(huì)因較大的水隙而偏大［3］，如圖1所示.

2輻照監(jiān)督試驗(yàn)內(nèi)容

2．1輻照損傷機(jī)理介紹

在快中子沖擊作用下，RPV會(huì)在材料內(nèi)部形成間隙原子和空位兩種點(diǎn)缺陷，同時(shí)離位的間隙原子帶有很高的能量，又可作為入射粒子去碰撞其他晶格中的原子，產(chǎn)生級(jí)聯(lián)效應(yīng)［4］。大量的間隙原子相互聚集，形成數(shù)目眾多的位錯(cuò)環(huán)［4－5］，會(huì)引起材料力學(xué)性能下降。同時(shí)，RPV材料中的Cu會(huì)引起材料脆化及硬化；輻照溫度效應(yīng)還會(huì)導(dǎo)致晶界處P元素偏析，增大材料發(fā)生沿晶脆斷的傾向，最終在宏觀性能上表征為輻照脆性的產(chǎn)生［6］。

2．2力學(xué)性能試驗(yàn)

依據(jù)輻照監(jiān)督大綱，在RPV不同方位設(shè)置輻照監(jiān)督管，并根據(jù)輻照監(jiān)督管設(shè)計(jì)圖冊(cè)在管內(nèi)設(shè)置中子劑量探測(cè)器、溫度探測(cè)器及力學(xué)性能試樣。力學(xué)性能試樣主要包括一定數(shù)量的夏比V口沖擊試樣、拉伸試驗(yàn)、CT試驗(yàn)彎曲試樣，并在每個(gè)試樣上標(biāo)記名稱。以某電廠1號(hào)機(jī)組為例，輻照監(jiān)督管內(nèi)力學(xué)性能試樣數(shù)量見表1。輻照監(jiān)督管從堆內(nèi)按計(jì)劃取出后，需依據(jù)相應(yīng)程序?qū)椪蘸蟮脑嚇舆M(jìn)行試驗(yàn)，試驗(yàn)內(nèi)容主要包括拉伸試驗(yàn)、夏比沖擊試驗(yàn)。

2．3中子劑量探測(cè)及輻照溫度探測(cè)

輻照監(jiān)督管內(nèi)除力學(xué)性能試樣外，還包括裂變中子探測(cè)器、活化中子探測(cè)器、溫度探測(cè)器。通過探測(cè)器測(cè)量及計(jì)算，可得到探測(cè)器所在位置接受的中子累積注量及在運(yùn)行過程中經(jīng)歷的最高溫度。這些數(shù)據(jù)將為評(píng)估輻照脆化影響提供計(jì)算輸入。

3力學(xué)性能測(cè)試結(jié)果

3．1沖擊試驗(yàn)

依據(jù)程序，在一系列溫度下實(shí)施夏比V型缺口沖擊試驗(yàn)，得到單個(gè)試樣的示波沖擊曲線，并經(jīng)雙曲正切函數(shù)擬合出每組試樣的沖擊吸收能量、側(cè)膨脹量、脆性斷面收縮率的無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度曲線，從而得到輻照試樣無(wú)延性轉(zhuǎn)變溫度特征值和上平臺(tái)能量變化量ΔUSE［4］。以每組試樣標(biāo)記轉(zhuǎn)變溫度T56J、T0．9mm的變化值中的較大值為轉(zhuǎn)變溫度變溫度ΔRTNDT，并進(jìn)行輻照脆化評(píng)價(jià)。如圖2、圖3所示，輻照前T56J＝－46℃，T0．9mm＝－46℃；輻照后T′56J＝－35℃，T′0．9mm＝－40℃，ΔRTNDT＝11℃。將測(cè)量值與FIS公式計(jì)算值進(jìn)行對(duì)比，若小于FIS預(yù)測(cè)值，則認(rèn)為RPV在相應(yīng)時(shí)限內(nèi)可滿足原有設(shè)計(jì)要求。FIS（℃）＝8＋［24＋1537×（P－0．008）＋238×（Cu－0．08）＋191×Ni2Cu］×φ×0．35式中，P為磷元素含量，若P＜0．008，P－0．008＝0；Cu為銅元素含量，若Cu＜0．08，Cu－0．08＝0；φ為中子通量（E＞1MeV的高能中子）。

3．2拉伸試驗(yàn)

拉伸試驗(yàn)參照ASTME8M和E21，按照程序執(zhí)行。拉伸試驗(yàn)用于測(cè)定輻照監(jiān)督管內(nèi)拉伸試樣的屈服強(qiáng)度、抗拉強(qiáng)度、斷后延伸率和斷面收縮率等拉伸性能。通過將輻照監(jiān)督管內(nèi)已輻照的母材試樣及焊縫試樣拉伸性能與相應(yīng)的冷態(tài)試樣拉伸性能進(jìn)行對(duì)比，以評(píng)價(jià)輻照效應(yīng)的影響，見表2和表3。與冷態(tài)試樣相比，輻照監(jiān)督管焊縫試樣的屈服強(qiáng)度和抗拉強(qiáng)度有微弱升高（除輻照后試樣在室溫時(shí)的屈服強(qiáng)與抗拉強(qiáng)度度有略微降低），延伸率和斷面收縮率無(wú)明顯變化，顯示出一定的輻照強(qiáng)化效應(yīng)。

3．3彎曲試驗(yàn)及緊湊拉伸試驗(yàn)

彎曲試驗(yàn)及緊湊拉伸試驗(yàn)通常不予實(shí)施。

4溫度探測(cè)器觀察

為監(jiān)測(cè)輻照監(jiān)督管內(nèi)試樣所受的最高輻照溫度，在輻照監(jiān)督管內(nèi)不同位置設(shè)置溫度探測(cè)器。如在石英玻璃管內(nèi)封裝熔點(diǎn)分別為293、304、310、318℃的易熔金屬絲，通過觀察金屬絲熔化情況，即可判斷在機(jī)組運(yùn)行階段，輻照監(jiān)督管所在位置經(jīng)受的最高溫度，但這種設(shè)計(jì)無(wú)法得到各溫度平臺(tái)下經(jīng)歷時(shí)長(zhǎng)。

5輻照中子注量測(cè)量及計(jì)算

輻照監(jiān)督管、壓力容器中子劑量測(cè)量及計(jì)算是基于核電廠實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)跟蹤計(jì)算，采用三維蒙特卡羅輸運(yùn)程序MC－NP及基于ENDF／B－VI的ENDF60截面數(shù)據(jù)庫(kù)進(jìn)行的，計(jì)算結(jié)果應(yīng)和輻照監(jiān)督管內(nèi)中子劑量探測(cè)器測(cè)量所得的中子注量率進(jìn)行對(duì)比，計(jì)算值和測(cè)量值之差應(yīng)在±10％以內(nèi)。以某機(jī)組輻照監(jiān)督A管為例，RPV經(jīng)受的輻照時(shí)間分別為10647MWd／tU（307EFPD）、8200MWd／tU（236EFPD），劑量探測(cè)器測(cè)量結(jié)果如圖4所示。

6輻照監(jiān)督數(shù)據(jù)應(yīng)用

通過輻照監(jiān)督試驗(yàn)及相關(guān)計(jì)算，可獲得輻照監(jiān)督管內(nèi)試樣相對(duì)于未輻照（冷態(tài)）試樣韌脆轉(zhuǎn)變溫度的變化值ΔRTNDT、上平臺(tái)能量USE（及變化量）、中子注量分布。通過與FIS公式比較，可直觀判斷RPV容器經(jīng)受輻照后是否仍滿足原設(shè)計(jì)要求。同時(shí)，上述結(jié)果可用來修正RPV在升溫、降溫及水壓試驗(yàn)時(shí)的P－T限值，以避免因RPV母材輻照脆化效應(yīng)而發(fā)生脆性破壞。依據(jù)USNRCStandardReviewPlan5．3．2的準(zhǔn)則和規(guī)程，RPV檢漏試驗(yàn)及在役水壓試驗(yàn)必須滿足：K1＝1.5K1m＝1.5Mmσm＜K1R即壓力容器系統(tǒng)材料的參考斷裂韌性必須比由內(nèi)壓引起的大1．5倍。升溫、降溫和正常運(yùn)行的冷卻劑P－T限值曲線須滿足:根據(jù)相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)，可獲得不同材料的KIR、Mm等參數(shù)，并通過“KIR－T（T－ΔRTNDT）”參考曲線實(shí)現(xiàn)溫度及壓力限值的修正，如圖5所示。

7結(jié)語(yǔ)

實(shí)踐表明，RPV在經(jīng)歷一定時(shí)間的中子輻照后，與冷態(tài)試樣數(shù)據(jù)相比，試樣韌性均有所下降，同時(shí)RTNDT有所上升，體現(xiàn)了一定的輻照效應(yīng)；通過與相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)參考值相比，表明該RPV材料的輻照效應(yīng)在設(shè)計(jì)許可范圍內(nèi)，這也是機(jī)組將來延壽的前提和基礎(chǔ)。然而也應(yīng)認(rèn)識(shí)到，對(duì)于壓力容器輻照效應(yīng)的機(jī)理還有待深入研究，尤其是不同能譜的中子對(duì)輻照效應(yīng)的影響還未有清晰結(jié)論；此外，隨著材料制造工藝的進(jìn)步，采用何種預(yù)測(cè)公式也值得進(jìn)一步思考。

參考文獻(xiàn)

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作者：王永明 單位：海南核電有限公司